KÖRNYEZETVÉDELMI JELENTÉS 2010.
A környezetvédelmi jelentés összeállításában közreműködött: Baranyi Krisztián Demeter Károly Fink Gábor Frey István Kováts Gergely Nagy Zoltán Pécsi Zsolt Ranga Tibor Sallai Orsolya
A Paksi Atomerőmű Zrt. környezetvédelmi jelentése 2010. évről Összeállította: Sallai Orsolya vezető mérnök Egyeztette: dr. Bujtás Tibor sugár- és környezetvédelmi főosztályvezető Pécsi Zsolt környezetvédelmi osztályvezető Feil Ferenc radioaktív hulladékkezelési osztályvezető Elter Enikő vegyészeti főosztályvezető Radnóti István biztonsági igazgató Demeter Károly üzemviteli osztályvezető Jóváhagyta: Hamvas István vezérigazgató MSZT CERT ISO 14001 Nyilvántartási szám: KIR/63(2)-50(2)
Tartalomjegyzék 1. Bevezetés...5 2. A Részvénytársaság tevékenységének bemutatása...6 3. Nukleáris környezetvédelem....9 3.1 Radioaktív anyagok kibocsátása...9 3.2 Környezetellenőrzés...11 4. Radioaktív hulladékok kezelése...18 4.1 Radioaktív hulladékok kezelése...18 4.2 Kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok...18 4.3 Nagy aktivitású szilárd hulladékok...20 4.4 Folyékony radioaktív hulladékok...20 4.5 Radioaktív hulladékok átmeneti tárolása...22 4.6 Szilárd radioaktív hulladékok minősítése...22 4.7 Hulladékkiszállítások...23 5. A Paksi Atomerőmű Zrt. 2010. évi hagyományos (nem nukleáris) környezetvédelmi tevékenységének értékelése....25 5.1 Vízminőség-védelem...25 5.1.1 Felszíni vizek védelme... 25 5.1.2 Felszín alatti vizek védelme... 29 5.2 Levegőtisztaság-védelem...29 5.3 Inaktív hulladékokkal való gazdálkodás...30 5.3.1 Veszélyes hulladékok... 30 5.3.2 Ipari, termelési hulladékok... 32 5.4 Vegyi anyagok kezelése...33 5.4.1 REACH... 33 5.4.2 CLP... 34 5.4.3 Az erőmű technológiai vegyszerfelhasználása... 34 6. Teljesítménynövelés a paksi atomerőműben....36 7. A paksi atomerőmű üzemidő hosszabbítása (ÜH) és kapacitás bővítése...37 7.1 A üzemidő hosszabbítás 2010 évi eredményei, várható feladatok...37 7.2 A nukleáris energiatermelés kiváltásának környezeti következményei..38 7.3 Az atomerőmű kapacitás bővítése...39 8. Minőség- és környezetirányítás, környezetvédelmi menedzsment rendszer..40 8.1. Paksi Atomerőmű Zrt. további tanúsított, akkreditált rendszerei...40 8.2 Környezetközpontú célok, programok...41 Rövidítések és fogalmak magyarázata...44
1. Bevezetés A Paksi Atomerőmű Zrt. Magyarország meghatározó villamosenergia-termelő társasága. A paksi atomerőmű célul tűzte ki, hogy az erőműben a biztonságos üzemeltetés mindenkori elsődlegessége mellett biztonságosan, optimális költségszinten és műszakilag megalapozottan a lehető leghoszszabb ideig termeli a villamos energiát. Hosszú távú működésünk egyik záloga az erőmű környezetbiztonságának magas szinten tartása, az erőmű ésszerűen elérhető legalacsonyabb környezetterheléssel történő üzemeltetése. Környezetvédelmi tevékenységünkről 2001 óta éves jelentésben számolunk be. Jelentésünket minden, az atomerőmű iránt érdeklődő figyelmébe ajánljuk és bízunk abban, hogy meggyőző módon tudunk beszámolni környezetvédelmi eredményeinkről. 5
2. A részvénytársaság tevékenységének bemutatása A társaság alaptevékenysége a villamos energia termelés. Az elmúlt évben a Paksi Atomerőmű Zrt. 15 760,6 GWh (1 GWh = 1 000 000 kwh) villamos energiát termelt A tárgy évi termelési eredménnyel a PA Zrt. a hazai összes bruttó villamosenergia-termelés 42,09 %-t adta. A termelési eredményhez az 1. blokk 4 086,4; a 2. blokk 4 017,3; a 3. blokk 4 069,6; a 4. blokk 3 587,3 GWh-s termeléssel járult hozzá. A termelési értéket tekintve a 2010. év kiemelkedőnek számít, mivel az erőmű történetének legnagyobb termelési eredményét sikerült elérni. A kimagasló termelési érték eléréséhez jelentős mértékben hozzájárultak az elmúlt években végrehajtott hatásfok javítási, valamint a blokkokon végrehajtott teljesítmény növelési tevékenységek. A korábbi évekkel összehasonlítva, a termelési rangsorban a 2. helyet a 2009. év, 15 427,2 GWh-s, a 3. helyet a 2008. év foglalja el, 14 818,5 GWh-s termeléssel. Az 1. blokk első párhuzamos kapcsolása óta az erőmű által termelt összes villamos energia mennyisége 2010. végére meghaladta a 351,1 TWh-t. 2010-ben a blokkok teljesítmény kihasználási tényezői az alábbiak voltak: 1. blokk: 93,30 % 2. blokk: 91,72 % 3. blokk: 92,91 % 4. blokk: 81,90 % A teljesítmény kihasználási tényezők átlaga erőmű szinten 89,96 %. Az atomerőmű villamos energia termelését az erőmű indulásától az 1. ábra mutatja be. 6
20 1000 GWh 15 10 5 0 1. ábra Az atomerőmű villamos energia termelése Az éves főbb adatok alakulása: 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 Termelt villamos energia: 15 760,6 GWh Kiadott villamos energia: 14 802,5 GWh Önfogyasztás: 869,5 GWh (5,51 %) Igénybe vehető teljesítőképesség: 1689,8 MW Főjavítások időtartama: 146,3 nap Magyarország villamos energia felhasználását teljes mértékben nem biztosítja a hazai termelés, importra is szükség van. A hazai termelés és az import viszonyát szemlélteti a 2. ábra. Az ábrán egyéb hazai termelés alatt a szén-, olaj-, gáztüzelésű erőművek, valamint a megújuló energiaforrások felhasználásával termelt villamos energiát értjük. Országos adatok: Bruttó hazai felhasználás:................. 42 635,8 GWh (+3,0 %) Az import mennyisége:.................... 5 195,2 GWh ( 5,7 %) Bruttó hazai termelés:....................37 440,6 GWh (+4,3 %) Az import részaránya a hazai felhasználásból:..... 12,18 % ( 1,13 %) PA Zrt. részarány a bruttó hazai termelésből:..... 42,09 % ( 0,88 %) PA Zrt. részarány a bruttó hazai felhasználásból:... 36,96 % ( 0,3 %) 7
50 import egyéb hazai termelés atom 40 30 20 10 0 Blokkok típusa 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2. ábra Magyarország villamos energia felhasználása (1000 GWh/év) Az erőmű 4 blokkját 1982 és 1987 között helyezték üzembe. A blokkok műszaki adatait az alábbi táblázat foglalja össze. nyomottvizes, vízhűtésű, víz moderátorú VVER-440 V-213 energetikai reaktor A primerköri hurkok száma 6 Hőteljesítmény 1485 MW Turbinák száma 2 Blokkok névleges villamos teljesítménye: Az aktív zóna töltete 1. blokk: 500 MW 2. blokk: 500 MW 3. blokk: 500 MW 4. blokk: 500 MW 42 tonna urándioxid 1. táblázat A paksi atomerőmű blokkjainak legfontosabb műszaki adatai 8
3. Nukleáris környezetvédelem 3.1 Radioaktív anyagok kibocsátása 2004. évtől életbe lépett a 15/2001. (VI. 8.) KöM rendelet által előírt új kibocsátási korlátozási rendszer, amely az atomerőműre meghatározott dózismegszorításból (90 µsv) származtatott izotópspecifikus kibocsátási korlátokhoz hasonlítja mind a folyékony, mind a légnemű kibocsátásokat. A 2. táblázatban csoportokba foglalva szerepelnek az összesített kibocsátási adatok és az azokhoz tartozó kibocsátási határérték kritériumok. Összességében elmondható, hogy a PA Zrt. 2010. évben 0,25 %-ban használta ki a kibocsátási korlátot (kibocsátási határérték kritérium: 2,5 x 10-3 ), ebből 0,16 %-al a folyékony, míg 0,09 %-al a légnemű kibocsátások részesedtek. A 4. táblázat bemutatja az egységnyi villamos energia termelésre normált paksi kibocsátási értékeket a hasonló típusú külföldi atomerőművek kibocsátásának nemzetközi átlagához viszonyítva az UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) 2008. évi jelentése alapján. Az összevetésből kitűnik, hogy a 2010. évi paksi légköri kibocsátások adatai a radiojódokat kivéve fölötte vannak a PWR típusú reaktorok 1998 2002. közötti világátlagának, amely a reaktorok életkorával, a kibocsátott izotópok meghatározásával és a 4. blokki kismértékű inhermetikussággal függ össze. A korróziós és hasadási termékek látszólagos növekedése azzal magyarázható, hogy az új szabályozás szerint a kibocsátási adatokat izotópszelektív mérésekből határozzuk meg, a nem mért izotópokat pedig a kimutatási határértékkel vesszük figyelembe. A korábbi évek gyakorlatában ezen adatok öszszes béta-sugárzás mérésével lettek meghatározva. 2010-ben a Paksi Atomerőmű radioaktív nemesgáz kibocsátásai megnőttek a 2009. évhez képest, az I. kiépítésen a növekményt a pótvíz és a gáztisztító rendszerrel kapcsolatos problémák okozták, míg a II. kiépítésen a 4. blokk kismértékű inhermetikusság okozta. A légnemű radiokarbon és trícium kibocsátása is növekedett a tavaly évihez képest és csak kismértékben magasabb az éves világátlagnál. A folyékony kibocsátásban mind a korróziós és a hasadási termékeknél, mind a tríciumnál a paksi adatok a nemzetközi átlag alatt vannak. Az elmúlt évek légnemű és folyékony radioaktív kibocsátásait mutatja be a 3. táblázat. A nukleáris környezetvédelmi ellenőrzés alapvető feladata 2010-ben is az volt, hogy egyrészt folyamatosan kontrollálja a radioaktív anyagok erőműből történő kibocsátását, másrészt széleskörűen vizsgálja azok közvetlen környezeti megjelenését. Az ellenőrzés kétszintű: a távmérő hálózatok évente mintegy 3,5 millió adatot szolgáltatva állandóan mérik, monitorozzák a legfontosabb kibocsátási és környezeti sugárzási mennyiségeket, valamint a meteorológiai jellemzőket, az érzékeny laboratóriumi vizsgálatok pedig kiegészítik, pontosítják a távmérési eredményeket. A folyamatos és lehetőség szerint reprezentatív mintavételek éves száma közel tízezer, az analízisük révén kapott, többnyire nuklidspecifikus adatok száma ennek két-háromszorosa. Az erőmű nukleáris környezeti hatásának megítélése elsődlegesen a kibocsátások izotópszelektív radioaktív kibocsátási korlátokhoz való viszonyításán alapul. 9
Izotóp-csoportok Összes kibocsátás [Bq] Légnemű kibocsátások Kibocsátási határérték kihasználás Korróziós és hasadási termékek 1,02 x 10 9 1,38 x 10-4 Radioaktív nemesgázok 4,00 x 10 13 5,07 x 10-4 Radiojódok 1,29 x 10 8 9,30 x 10-5 Trícium 4,73 x 10 12 2,73 x 10-5 Radiokarbon 5,61 x 10 11 1,85 x 10-4 Összes: 9,50 x 10-4 Folyékony kibocsátások Korróziós és hasadási termékek 1,77 x 10 9 5,93 x 10-4 Trícium 2,82 x 10 13 9,73 x 10-4 Alfa-sugárzók 1,92 x 10 5 2,62 x 10-7 Összes: 1,57 x 10-3 2. táblázat A 2010. évi kibocsátások összefoglaló adatai Radionuklid izotóp-csoportok 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010-1 Légnemű kibocsátás [GBqGW e év -1 ] Összes aeroszol 0,14 4,4 0,97 0,73 0,53 0,47 0,52 0,53 0,58 131 I egyenérték 0,054 260,0 0,14 0,18 0,023 0,023 0,028 0,075 0,077 Összes nemesgáz 35 000 310 000 25 000 9 400 13 000 10 400 15 000 18 000 24 000 Összes trícium 3 900 5 000 2 400 1 300 2 100 1 750 1 800 2 100 2 800 Összes radiokarbon 460 430 510 410 420 356 270 310 330-1 Folyékony kibocsátás [GBqGW e év -1 ] Korróziós és hasadási termékek 0,78 0,58 1,2 1,0 0,8 0,98 0,79 0,70 0,62 Trícium 14 000 10 000 12 000 12 000 16 000 13 000 17 000 16 000 17 000 3. táblázat A Paksi Atomerőmű radioaktív kibocsátásai 2002 2010 között 10
Radionuklid Korróziós és hasadási termékek aeroszolban Paks [GBqGW e -1 év -1 ] PWR [GBqGW e -1 év -1 ] 2010 1983-2010 1998-2002 Légnemű kibocsátás 5,8 x 10-1 6,0 x 10-1 3,0 x 10-2 131 I egyenérték 7,7 x 10-2 1,1 x 10-1 3,0 x 10-1 Összes nemesgáz 2,4 x 10 4 1,2 x 10 5 1,1 x 10 4 Összes trícium 2,8 x 10 3 2,1 x 10 3* 2,1 x 10 3 Összes radiokarbon 3,3 x 10 2 5,4 x 10 2** 2,2 x 10 2 Folyékony kibocsátás Korróziós és hasadási termékek 6,2 x 10-1 1,5 x 10 0 1,1 x 10 1 Trícium 1,7 x 10 4 1,1 x 10 4 2,0 x 10 4 Megjegyzés: A nemzetközi adatok a Paksi Atomerőművel azonos elven működő nyomott vizes erőműi blokkokra vonatkoznak (UNSCEAR Report 2008); *: 1985 2010 átlaga; **: 1988 2010 átlaga; 4. táblázat A paksi atomerőműből kibocsátott radioaktív anyagok mennyisége az UNSCEAR világadatok tükrében 3.2 Környezetellenőrzés Az atomerőmű Üzemi Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszerének (ÜKSER) feladata, hogy közvetlen környezeti mérésekkel is bizonyítsa, az erőmű normál üzemben nincs a megengedettnél nagyobb hatással a környezetre. Az erőmű környezetének sugárvédelmi ellenőrzése részben távmérő (telemetrikus) rendszereken, részben mintavételes laboratóriumi vizsgálatokon alapul. A paksi atomerőmű környezetében a mintavevő- és távmérő állomások elhelyezkedését a 3. ábra mutatja be. A laboratóriumi vizsgálatok kiterjednek mind a környezeti közegekre, mind a tápláléklánc elemekre. Ez éves szinten körülbelül 4000 minta feldolgozását és mérését jelenti. 2010-ben is az előző évekhez hasonlóan Magyar Kereskedelmi Engedélyezési Hivatal (MKEH) típusvizsgálattal és hitelesítéssel rendelkező dózismérő rendszert használtunk az összes mérőponton a környezeti gamma-sugárzás dózisteljesítményének mérésére. Az A- és G-típusú állomások 1,5 km-es, a B24, L25 és C-típusú állomások 30 km-es körzetben helyezkednek el az erőmű környezetében. A C-típusú állomásokon és az L25 mérőponton Al 2 O 3 pelletet tartalmazó POR TL környezeti dózismérő, a G-típusú állomásokon BITT RS03/232 típusú mérőszonda van telepítve. Az A1 A9 és B24-es állomáson POR TLD és a folyamatos monitorozást szolgáló BITT RS03/232 típusú mérőszonda párhuzamosan szolgáltat adatot. Az A1 A9 és B24 állomáson a két detektor egymás mellé, azonos pozícióban van felfüggesztve. Mind a két rendszer a terresztriális és a kozmikus komponenst egy- 11
aránt tartalmazó mérési eredményt környezeti dózisegyenértékben adja meg, s a jobb összehasonlíthatóság érdekében mindegyiküknél meghatároztuk a havi átlagos dózisteljesítményt. Az átlag-számítások során valamennyi mérési adatot figyelembe vettük. Megállapítható, hogy a 2010. évi környezeti TL-dózismérési adatokból nem lehet az atomerőmű járulékára következtetni. Ugyanezt mutatják a BITT-szondák 10 perces mérési eredményeinek hosszú idejű, havi átlagai is. Ez összhangban van a radioaktív anyagok normál üzemi légköri kibocsátásából származtatható képpel, amely szerint az erőműtől származó járulék nagyságrendekkel kisebb a természetes háttérsugárzás dózisteljesítményénél, illetve annak ingadozásánál, s így közvetlen dózismérési módszerekkel nem mutatható ki. A kibocsátott radioaktív izotópok közvetlen környezeti megjelenésével kapcsolatban azt tapasztaltuk, hogy azok még az igen érzékeny vizsgálati módszerek mellett is kimutathatatlanok voltak a földfelszíni levegőmintákban az erőműtől 1 2 km távolságra az A-típusú állomáson. A radiokarbon 0,1 1 mbq/m 3 nagyságrendben a trícium pedig 10 30 mbq/m 3 nagyságrendben és a radioaktív nemesgázok bár ezt közvetlenül nem mérjük 100 mbq/m 3 nagyságrendben becsülhető az aktivitáskoncentrációja az A-típusú állomásokon. Az év során a fall-out (kihullás) mintákban nem lehetet kimutatni erőműi eredetű radioaktív izotópot. A dunai iszapminták közül csak közvetlen a melegvíz-csatorna kiömlésénél vett mintákban találtunk erőműtől származó radionukli- 12
dot, két esetben 60 Co-t 1,46 és 0,99 Bq/kg aktivitáskoncentrációban. Az állomások környezetében vett talajminták közül egy helyen (A7 állomáson) találtunk igen kis aktivitáskoncentrációban az erőműtől származó radionuklidot 60 Co-t 0,31 Bq/kg értékkel. A fűminták közül egyetlen egy esetben sem volt kimutatható erőműi eredetű radioaktív izotópot. A halastavak víz- és iszapmintákban nem lehetet kibocsátásból származó radioaktív izotópot kimutatni. A Dunába kibocsátott radioaktív anyagok által létrehozott évi átlagos növekmény a teljes elkeveredés után a trícium esetében 1 Bq/ dm 3 -nél, az összes többi radionuklidra pedig együttvéve 0,1 mbq/ dm 3 -nél kisebb volt. A tej- és halmintákban kibocsátásból származó radioaktív izotópot nem találtunk. Speciális monitoring rendszerrel vizsgáljuk a talajvíz trícium és esetleges más radioaktív izotóp tartalmát is. A mérések alapján a trícium és radiokarbon mellett egyéb atomerőműi eredetű radioaktív izotópot a talajvízből nem tudtunk kimutatni. Az eredményeket éves jelentés formájában megküldjük az illetékes környezetvédelmi hatóságnak. A trícium mozgásának pontosítására a főépület szűkebb környezetére szennyeződésterjedési modellt fejlesztettünk. Ez alapján kijelenthető, hogy a szennyezés a terület vízháztartási jellemzőitől függően hoszszabb-rövidebb idő alatt, de minden esetben a hidegvíz csatornába kerül, a mélységi vizeket nem veszélyezteti. A talajvízbe jutó, nem tervezett kibocsátás, az erőmű által tervezett (Dunába jutó) kibocsátás 0,1 %-os nagyságrendjébe esik. 13
Koordináták G-tip G1 G2 G3 G4 G5 G6 G7 G8 G9 G10 G11 X (m) 391 1153 1287 1710 357 241 154 760 1623 1105 456 Y (m) 1447 669 223 930 791 831 811 441 456 1138 1692 Koordináták A-tip A1 A2 A3 A4 A5 A6 A7 A8 A9 X (m) 81 782 1426 493 907 1360 869 1302 43 Y (m) 1857 1345 926 719 982 213 1009 164 867 14
3. ábra Az A, G és a V típusú távmérő állomások elhelyezkedése a Paksi Atomerőmű környezetében 15
A mérési eredményeket a 4. ábra foglalja össze. 4. ábra A környezeti gamma-sugárzás átlagos dózisteljesítménye 2010-ben a távmérő és a mintavevő állomásokon POR TLD-vel, valamint BITT-szondával mérve 16
Összegezve a nukleáris környezetellenőrzés 2010. évi mérési eredményeit, kijelenthető, hogy az atomerőmű hatása a környezetre sugárvédelmi szempontból elhanyagolható. A közvetlen mérési eredmények nem adnak elegendő információt a lakossági sugárterhelés meghatározására, erre csak a radioaktív anyagok kibocsátásán és terjedésén alapuló számítási eljárások nyújtanak módot. Ilyen számításokat az nukleáris Környezetvédelmi Üzem Terjedésszámítási Csoportja végzett 2010-re vonatkozóan az új TREX nevű terjedés számoló programmal. Eszerint 2010-ben az atomerőmű normál üzeme során a légtérbe kibocsátott radioaktív izotópokból a sugárterhelés értéke mindössze 9,14 nsv, illetve 9,11 nsv a csámpai felnőtt, illetve gyerek populációra számítva (ezek az eredmények tartalmazzák a radiokarbontól és a tríciumtól származó belső sugárterhelés járulékot is). A folyékony kibocsátásból adódó sugárterhelés járulék a legexponáltabb felnőtt és gyermek népcsoportra (Gerjen lakosságára) számítva 33,6 nsv, illetve 29,6 nsv lekötött effektív dózisnak adódott. Mindezek alapján megállapítható, hogy a Paksi Atomerőmű radioaktív anyag kibocsátásából származó kritikus lakossági csoport többlet sugárterhelése 2010-ben 38,7 nsv volt, amely hasonló érték a 2009. előtti évek többlet sugárterheléséhez. Az 5. táblázat 1996-től összefoglalja az atomerőmű tevékenységéből fakadó a kritikus lakossági csoportra vonatkozó többlet lakossági sugárterhelések adatait, folyékony és légnemű kibocsátások bontásában. Besugárzási útvonal Effektív dózisegyenérték [µsv/év] Hatósági korlát [µsv/év] Effektív dózisegyenérték [µsv/év] 1996 1997 1998 1999 2000-2000 2000-2001 2002 2003* 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 Légköri kibocsátások 0,135 0,056 0,032 0,068 0,023 306 0,075 0,032 0,270 0,027 0,028 0,023 0,024 0,023 0,157 0,009 Folyékony kibocsátások 0,017 0,018 0,024 0,028 0,047 154 0,028 0,019 0,031 0,027 0,025 0,029 0,028 0,035 0,024 0,030 Összes 0,152 0,074 0,056 0,096 0,080 460 90 0,103 0,051 0,301 0,054 0,053 0,052 0,052 0,058 0,181 0,039 * A 2003. évi 2. blokki kazetták tisztításánál bekövetkezett üzemzavari kibocsátásokkal terhelt 5. táblázat A PA Zrt. radioaktív kibocsátásaiból eredő kritikus lakossági csoport többlet sugárterhelése 17
4. Radioaktív hulladékok kezelése 4.1 Radioaktív hulladékok kezelése A nukleáris alapú villamos energia-termelés elkerülhetetlen melléktermékei a radioaktív hulladékok, melyek kezeléséről, átmeneti és végleges tárolásáról gondoskodni kell. Radioaktív hulladék minden olyan anyag, amely valamilyen tervezett nukleáris tevékenység során keletkezik, és további felhasználására már nincs igény, ugyanakkor a benne lévő radioizotópok koncentrációja meghaladja a környezetbe történő, és biztonságosnak tekintett kibocsátás, vagy kihelyezés (deponálás) határértékeit. A következő fejezetben ismertetésre kerülnek az atomerőműben képződő radioaktív hulladékok típusai, jellemzői és a 2010-ben keletkezett hulladékmennyiségek. 4.2 Kis- és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladékok Az atomerőmű 2010. évi üzemeltetése során keletkezett szilárd radioaktív hulladékok főbb forrásai az alábbiak: Elhasználódott és felaktiválódott, vagy felületileg szennyezett szerelvények, berendezések, csővezetékek, hőszigetelések stb. Átalakításokból származó építési anyagok (betontörmelék, faanyag, üveg stb.), illetve különböző elszennyeződött fémhulladékok, kábelek stb. Karbantartó műhelyekben képződött fémhulladékok, elhasználódott szerszámok, forgácsok. Karbantartás és üzemeltetés során keletkezett ún. puha hulladékok (ruhák, egyéni védőfelszerelések, szűrőbetétek, törlőrongyok, fóliák stb.). A radioaktív hulladék összetétele és mennyisége időben változó volt, mert a karbantartási periódusok a normál üzemvitelhez képest menynyiségi csúcsokat és összetétel eltolódásokat eredményeztek. A zsákos gyűjtésű hulladék döntő többségét az elhasznált kiegészítő védőfelszerelések adták, melyekből 2010-ben is a megelőző évekhez hasonló mennyiség került felhasználásra. 18
A hordós gyűjtésű hulladékokba különböző elhasznált alkatrészek, szerkezeti elemek, szigetelő anyagok, szennyezett munkaeszközök stb. kerülnek, amelyek tömegük vagy méretük miatt nem helyezhetők műanyag zsákokba. 2010-ben 908 darab kis és közepes aktivitású szilárd hulladékot tartalmazó hordó keletkezett, ez a mennyiség 88 hordóval több az előző évinél. A 2010. december 31-i állapot szerint 8541 darab hordó kis és közepes aktivitású szilárd radioaktív hulladék található az erőművön belüli átmeneti tárolókban. A kis- és közepes aktivitású hulladékok előző években keletkezett mennyiségeit és a feldolgozás utáni hulladék mennyiségeket mutatja be az 5. ábra. 1000 Keletkezett hulladékmennyiség Feldolgozás utáni hulladékmennyiség 800 600 400 200 0 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 5. ábra Kis- és közepes aktivitású szilárd hulladékok mennyiségének alakulása (m 3 ) 19
A 908 darab hordóból 765 darab kis aktivitásúnak, míg 143 darab közepes aktivitásúnak bizonyult a hordó felületétől 10 cm-re mért dózisteljesítmény alapján. 4.3 Nagy aktivitású szilárd hulladékok A Paksi Atomerőműben az erőmű fennállásától 2010. december 31-ig nettó 43,8696 m 3 (bruttó 93,9184 m 3 ) nagy aktivitású hulladék képződött. Ebből nettó 1,0842 m 3 (bruttó 1,4734 m 3 ) keletkezett 2010-ben. A 2009. évihez képest nettó 1,2118 m 3 -rel kevesebb nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladék keletkezett. A nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok esetén a nettó térfogat a hulladék geometriai méretei alapján számított értéket, míg a bruttó térfogat az elhelyezéshez szükséges tároló térfogat igényt jelenti. A nagy aktivitású szilárd radioaktív hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolása az ellenőrzött zónában erre a célra kialakított tároló csövekben történik. Az itt el nem helyezhető méretű hulladékokat ideiglenes jelleggel az erre kijelölt helyiségekben lehet elhelyezni. 4.4 Folyékony radioaktív hulladékok A folyékony radioaktív hulladékok fő típusai: bepárlási maradékok (sűrítmények), evaporátor savazó oldat, elhasznált primerköri ioncserélő gyanták, dekontamináló oldatok, aktív iszapok, aktív oldószerkeverékek, elszennyeződött technológiai bórsavoldatok. A folyékony hulladékok erőművön belüli átmeneti tárolása a segédépületi tartályparkokban történik, az itt tárolt folyékony hulladékok mennyiségét a 2010. december 31-i állapot szerint a 6. ábra mutatja be. Elhasznált primerköri ioncserélő gyantákból a 2009. évi mennyiséghez képest (6,5 m 3 ) több keletkezett (13,8 m 3 ), a növekedés 7,3 m 3. Kijelenthető, hogy a rendelkezésre álló 870 m 3 tárolókapacitás várhatóan elegendő lesz az erőmű meghosszabbított üzemideje alatt keletkező mennyiségek átmeneti tárolására is (jelenleg összesen 169,86 m 3 van). Az aktív oldószerkeverékek mennyisége nem jelentős (2010-ben 2,9 m 3 keletkezett). A szennyezett olajok és szerves oldószerek szűrése gyöngykovafölddel történik. Ez a szűrés igen egyszerű eszközöket igénybe véve kedvező eredményt ad. Az eddigi üzemeltetés során 20
2010. december 31-ig 9 hordó olajos gyöngykovaföld hulladék keletkezett. A primerköri rendszerekben meghatározott technológiai rendeltetéssel több ezer köbméter különböző koncentrációjú bórsavoldat van, melyekben az üzemeltetés során mikron, illetve szubmikron méretű aktív szennyeződések gyűlnek össze. Ezeket hagyományos szűréssel, a beépített ioncserélőkkel jó hatásfokkal nem lehet eltávolítani. Eltávolításuk üzemi ultraszűrővel történik. 2010-ben a laborvizsgálatok (átlátszóság, alfa- és gamma-spektrometriai analízis) eredménye alapján valamennyi szűrési program kitűnő eredménnyel zárult, a megtisztított oldatok a különböző primerköri rendszerekben ismételten felhasználásra kerültek. Az összes megszűrt mennyiség 26915,2 m 3. 600 szabad térfogat (m 3 ) betöltött anyag térfogata (m 3 ) 500 400 300 200 100 0 01TW30B001 01TW30B002 01TW30B003 01TW30B004 01TW30B005 01TW10B001 01TW20B001 01TW15B001 02TW30B001 02TW30B002 02TW30B003 02TW30B004 02TW10B001 02TW10B002 02TW10B003 02TW15B001 02TW80B001 02TW80B002 02TW80B003 02TW80B004 02TW80B005 02TW80B006 02TW85B005 02TU80B001 6. ábra A folyékony hulladék tároló tartályok töltöttsége a 2010. december 31-i állapot szerint Alfanumerika 01TW30B001 01TW30B002 01TW30B003 01TW30B004 01TW30B005 01TW10B001 01TW20B001 01TW15B001 02TW30B001 02TW30B002 02TW30B003 02TW30B004 Anyag fajtája sűrítmény (2. blokki) dekontamináló oldat (2. blokki) sűrítmény (2. blokki) bórsav oldat kobaltbontott kobaltbontásra váró ioncserélő gyanta és transzportvíz sűrítmény sűrítmény sűrítmény sűrítmény evaporátor savazó oldat Alfanumerika Anyag fajtája 02TW10B001 ioncserélő gyanta és transzportvíz 02TW10B002 sűrítmény 02TW10B003 sűrítmény 02TW15B001 sűrítmény 02TW80B001 sűrítmény 02TW80B002 sűrítmény 02TW80B003 sűrítmény 02TW80B004 sűrítmény 02TW80B005 sűrítmény 02TW80B006 sűrítmény 02TW85B005 02TU80B001 21
4.5 Radioaktív hulladékok átmeneti tárolása A radioaktív kis- és közepes aktivitású hulladékok átmeneti tárolásának célja a hulladékok ellenőrzött, ideiglenes tárolása a végleges elhelyezést megelőzően. A 2010-ben képződött kezelt hulladék a VK302/I-1 helyiségben került elhelyezésre, illetve a hulladék átvételi követelményeknek minden szempontból megfelelő, tömörített hulladékot tartalmazó hordók egy része kiszállításra került a bátaapáti végleges tárolóba. Az előző évekből áthozott mennyiséggel együtt 2010. december 31- én az atomerőműben tárolt mennyiség 8541 darab 200 literes, kezelt hulladékot tartalmazó hordó. 4.6 Szilárd radioaktív hulladékok minősítése 2010-ben a Paksi Atomerőmű területén 908 darab 200 liter térfogatú, hordóba tömörített, illetve tömörítetlen kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék képződött. A 908 darab hordó hulladék típusonkénti eloszlása a következőképpen alakult: 568 hordó (62,6 %) tömörített hulladék, 339 hordó (37,3 %) nem tömörített hulladék, 1 hordó (0,1 %) víztelenített iszap. A felületi szennyezettség alapján történő minősítések értékeléséből megállapítható, hogy a hordókon nem fixált felületi szennyezettség a hordók minősítésének idején nem volt. A 908 darab hordóból 310 darab hordón (34 %) végeztük el az aktivitáskoncentráció és izotóp-összetétel szerinti minősítést. A minősített hordók hulladéktípusonként az alábbi eloszlást mutatják: 282 hordó (91 %) tömörített hulladék, 28 hordó (9 %) nem tömörített hulladék. 22
A fentieken kívül további 650 darab tömörített történelmi hordón végeztük el a minősítést. ( Történelmi az a hulladék, amely a végleges elhelyezéssel kapcsolatos, hatóság által elfogadott átvételi követelményeket tartalmazó dokumentum bevezetése előtt képződött, és összetételére, illetve eredetére vonatkozóan korlátozott információ áll rendelkezésre.) 4.7 Radioaktív hulladék kiszállítások 2008. december 2-án hosszú évek előkészítő munkájának eredményeként megkezdődött a kis és közepes aktivitású hordós hulladékok kiszállítása a Bátaapátiban található végleges tároló felszíni létesítményébe. A kiszállítások megkezdése előtt a nemzetközi ajánlások és a hazai hatályos szabályozás alapján kidolgozásra kerültek a hulladék átvételi követelmények, amelyek rögzítették a kiszállítandó hulladékok összetételére, csomagolására és ellenőrzésére vonatkozó előírásokat. A hulladék átvételi követelmények először a tömörített hulladékokra lettek kidolgozva, mivel az ilyen típusú hulladékok teszik ki az atomerőműben keletkező hulladékok mennyiségének mintegy kétharmadát. Ebbe a hulladéktípusba tartoznak a primerkörben használt egyéni és kiegészítő védőeszközök, textilhulladékok, fóliák, szűrők stb. A hulladék átvételi követelményeknek való megfelelés érdekében bevezetésre került egy minőségbiztosítási rendszer, amely a hulladék keletkezésétől a végleges tárolóba történő kiszállításig nyomon követi a hulladék útját. A minőségbiztosítás alapvető célja, hogy az ellenőrzéssel és teszteléssel járó káros hatásokat minimálisra csökkentse, ugyanakkor biztosítékot nyújtson arra, hogy a hulladék megfelel az átvételi kritériumoknak. A minőségbiztosítási program részeként kidolgozásra került a tömörített hulladékokra vonatkozó hulladékcsomag specifikáció, amely előírja, hogy minden hordós hulladék rendelkezzen egy ún. hulladékcsomag adatlappal. Ez a dokumentum mindegyik hordó, minőségbiztosítási szempontból fontos adatait tartalmazza, úgymint egyedi azonosítók, a hulladékforrások (blokk és szint szerint külön feltüntetve), kezelési paraméterek (tömörítés ideje, tömörítést végző, a hulladékcsomag tömege), minősítési adatok (aktivitáskoncentráció, felületi szennyezettség, átlagos és maximális felületi dózisteljesítmény), átmeneti tárolási adatok. A minőségbiztosítási rendszer előírja a keletkező hulladékok fokozottabb ellenőrzését is. Ennek érdekében, a szelektív gyűjtésre vonatkozóan külön szabályozás került kiadásra, amelynek része a keletkezett hulladékok folyamatos ellenőrzése is. Ez a gyakorlatban minden századik zsák átvizsgálását jelenti, függetlenül a hulladék keletkezési helyétől és idejétől. Az ellenőrzés eredménye külön erre a célra készített adatlapon kerül rögzítésre. 23
A hulladékcsomagok adatai elektronikus formában is rögzítésre kerülnek. Ezen adatok alapján készül az egyedi azonosítóval rendelkező átadás-átvételi adatlap, amely a Paksi Atomerőmű és az RHK Kft. képviselői által kerül aláírásra a kiszállításokat közvetlenül megelőzően. Egy szállítmány 16 hordóból áll, amelyek az erőműben is használt hordkeretekbe kerültek elhelyezésre (hordkeretenként négy hordó). 2008-2009 között 1600 hordó kiszállítása történt meg, míg 2010-ben 800 hordó került Bátaapátiba, így összesen 2400 hordót tárolnak a végleges tároló felszíni létesítményében. A továbbiakban az 1131 db tömörített hulladékot tartalmazó hordók ezek az ún. történelmi kategóriába (a 2007. február 1 előtt keletkezett, nem minőségbiztosítási rendszerben született hordók) tartozó hulladékok - kilencesével egy betonkonténerbe becementezésre kerülnek, majd így kerülnek a felszín alatt kialakított tároló kamrákba. A kiszállított, illetve a kiszállításra váró hordók jellemzői hatósági előírás alapján egy elektronikus adatbázisban is rögzítésre kerülnek. Ez a hulladékleltár tartalmazza a hulladékcsomag adatlapokon található valamennyi információt, a kiszállítási adatokat, a hordók összaktivitását stb. A későbbiekben a többi hulladéktípusra (nem tömöríthető, radioaktív iszapok stb.) is kidolgozásra kerülnek a hulladék átvételi követelmények. 24